JPH0569395B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0569395B2
JPH0569395B2 JP61118383A JP11838386A JPH0569395B2 JP H0569395 B2 JPH0569395 B2 JP H0569395B2 JP 61118383 A JP61118383 A JP 61118383A JP 11838386 A JP11838386 A JP 11838386A JP H0569395 B2 JPH0569395 B2 JP H0569395B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reflector
nuclear reactor
vessel
cooling system
pressure vessel
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP61118383A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS61275693A (ja
Inventor
Sheeninku Yoozefu
Batsuhahorutsu Binfuriito
Baihito Ururitsuhi
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Original Assignee
Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hochtemperatur Reaktorbau GmbH filed Critical Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Publication of JPS61275693A publication Critical patent/JPS61275693A/ja
Publication of JPH0569395B2 publication Critical patent/JPH0569395B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D9/00Arrangements to provide heat for purposes other than conversion into power, e.g. for heating buildings
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Apparatus For Radiation Diagnosis (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、送風機により冷却ガスが上から下へ
貫流する球形燃料要素の堆積物と、取外し可能な
鋼製炉心容器と、底部、側部及び天井反射材から
成り、上記堆積物の全周を取囲む黒鉛反射材と、
吸収棒を収容するための側部反射材の挿入孔を有
し、円筒圧力容器の収容空間に納めて地下に配設
された低出力の原子炉及びその運転方法に関す
る。
〔従来の技術〕
上記の原子炉は西独特許出願公開第3016402号
明細書により公知である。該原子炉はモジユール
形高温原子炉であつて、蓋で閉鎖したコンクリー
ト容器の収容空間の中に、球形燃料要素の堆積物
を納めた金属容器が配設されており、原子炉を停
止して球形燃料要素を排出し、制御棒を取外し、
蓋を開いた上で、この金属容器を金属製台板及び
底部、側部及び天井反射材と共にコンクリート容
器から引揚げることができる。堆積物を上から下
へ貫流して熱せられた冷却ガスの排出のための、
下へ通じる少くとも1個の管が上記の台板に接続
されている。高温ガス管は第2の収容空間に至
る。第2の収容空間は第1の収容空間と平行にコ
ンクリート容器の中に配設され、ここに熱消費機
器、例えば蒸気発生器が設置されている。西独特
許出願公開第3016402号明細書では第2の収容空
間の代案として、原子炉を収容する収容空間を下
へ延長し、熱消費機器を金属容器の下に配設する
ことを更に提案している。
同じく球形燃料要素を用いる高温原子炉を収容
する、西独特許出願公開第3335451号明細書に記
載された原子炉設備も先行技術に属する。該設備
の場合は、一次回路のすべての部品と調整及び停
止装置が、上から着脱できるように、鋼製原子炉
圧力容器の中に配設されており、従つて弧済的な
地下構造が可能である。高温原子炉の下に燃料要
素の取出しのための少くとも1個の抽出管が設け
られ、原子炉圧力容器から横に延出している。
〔発明が解決するべき問題点〕
本発明が解決しようとする問題点は、産業上の
利用分野に於て述べた原子炉であつて、操作装置
例えば装入設備、ガス浄化設備、制御系及び安全
系統の使用を省略でき、従つて保守要員が極めて
僅少ですみ、例えば暖房用の熱源として使用する
のに適した構造を有する原子炉及びその運転方法
を開発することである。
〔問題点を解決する手段〕
上記問題点を解決するために、本発明の原子炉
は次のように形成されている。
a) 側部反射材と底部反射材が内側反射材と外
側反射材に区分され、内側反射材は炉心容器の
内部に配設され、炉心容器と共に取外し可能で
ある。
b) 完全に炉心容器の中にある天井反射材は燃
料要素の上に直接載置され、燃料要素は定置堆
積物を形成し、該堆積物は炉心容器を取外した
上、交換することができる。
c) 内側の側部反射材が挿入孔を有し、専ら粗
調整と停止のために使用される吸収棒が、この
挿入孔の中に移動可能に挿入されている。
d) 内部に設置した部品及び燃料要素と共に炉
心容器を着脱するための、蓋で閉鎖された中心
口が圧力容器の天井区域に形成される。
e) 蓋の中心位置に垂直の姿勢で冷却ガス用送
風機が固設されている。
f) 圧力容器の内側全体に冷却系統が取付けら
れ、燃料要素堆積物に生じた熱を圧力容器から
排出する。
g) 冷却系統の前方、すなわち収容空間側に気
密のジヤケツトが配設され、該ジヤケツトと外
側反射材の間に冷却ガスを流す環状室が設けら
れている。
h) 故障の時でも余熱の確実な排出を保証する
ように、一次回路と冷却系統が設計されてい
る。
i) 一次回路が構造上、強制通気と濾過装置を
必要としないように、好ましくは溶接リツプシ
ールによつて密封されている。
〔作用及び効果〕
本発明に基づく原子炉は、コンパクトな構造を
有することが長所であつて、地下に配設すること
により外部からの悪影響(飛行機の墜落、衝撃波
等)や在来部分の故障(管路の破損等)から保護
される。また周囲の土壌は放射線に対する勝れた
遮蔽をなす。
この簡単かつ経済的な設計により、出力が約10
ないし20MWの単位原子炉が可能であり、単位原
子炉を増倍することによつて、更に高い出力需要
に応えることができる。又必要な補助装置は原子
炉の経済性を高くするために一層改善されなくて
はならない。
本発明の原子炉は上述のように簡単な構造を有
するため、現在の化石性エネルギ使用のエネルギ
源より、低廉なエネルギを生産することができ
る。
定置された燃料要素堆積物を使用することによ
り、本発明の原子炉は約10ないし40年の期間出力
運転が可能である。上記期間の運転が終了したと
き、続いて燃料要素が交換される。その場合、燃
料要素は炉心容器、内側反射材、粗調整及び停止
棒と共に取外される。従つて連続式の燃料要素供
給装置及び燃料要素の間欠式装入設備を設ける必
要はない。しかし原子炉の粗調整及び停止のため
の吸収棒が炉心容器に設けられているので、搬出
入時の炉心容器内の燃料要素が臨界状態に達して
いないことを確認することができる。
炉心容器を、その中に配設された部品と共に取
外すことができることは、原子炉全体の寿命を長
くするのに有効である。なぜなら高い負荷を受け
る部材、例えば側部及び天井反射材を交換するこ
と或いは修理することができるからである。
圧力容器は予圧した鋳物容器、プレストレスト
コンクリート容器、鉄筋コンクリート容器あるい
はまた純鋼製容器として構成することができる。
冷却ガス、好ましくはヘリウムは、羽根車が蓋
と天井反射材の間の空間に突出する送風機によつ
て、燃料要素堆積物を上から下へと貫送される。
冷却ガスは堆積物を貫流した後、圧力容器の底部
の上に分散し、続いて外側側部反射材と気密ジヤ
ケツトの間の環状室で上に向かつて、天井反射材
の上の空間を経て、そして再び送風機に向かつて
流れる。
圧力容器の内側に取付けられた冷却系統は、内
部に発生したすべての熱を排出することができ
る。冷却系統への熱伝達は伝導と放射によつて行
われる。冷却系統内を循環する媒体(例えば原子
炉を暖房用原子炉として使用する場合は水)な独
自の管の中に通される。この管は気密のジヤケツ
トによつて一次回路から完全に隔離されているの
で、冷却系統から漏洩があつても一次回路に到達
することはない。従つて放射能障害の抑制のため
に速動式原子炉保護系統を必要とするような条件
は、この場合存在しないのである。
水を通す部品が一次回路にないこと、運転中に
燃料要素の補充が行われず又は別の仕方で一次回
路に汚染が持込まれることもないという事情によ
り、本発明の原子炉にはガス浄浄化装置を設ける
必要もない。
一次回路の気圧を、冷却系統の媒体の圧力より
高くなるように選定することが好ましい。それは
一次回路へのこの媒体の侵入に対して、一層の安
全性をもたらすからである。
燃料要素は高い重金属含有料を有するので、炉
心内の燃料要素を長く滞留させ、その間使用する
ことができる。
蓋の外周に近い区域にあけた透孔内に、吸収棒
駆動装置を装着することが好ましい。
天井反射材の上の空間にガス案内ジヤケツトを
配設し、これによつて低圧部と高圧部又は送風機
の吸込側と吐出側を隔離することができる。上記
のガス案内ジヤケツトは炉心容器に取付けられて
いる。
熱せられた冷却ガスから冷却系統への熱伝達を
改善するために、気密ジヤケツトは環状室に臨む
側にフインを設けることができる。このフインは
縦方向に延びるように形成することができ、これ
に外側側部反射材が直接支えられており、その
際、上方に流れる冷却ガスのための冷却路が形成
されている。
炉心容器の支持のために金属製支持装置を設
け、これに炉心容器を支承することができ、上記
の支持装置は圧力容器の底部の上に直接支えられ
る。
送風機のモータを中央着脱口の蓋に形成された
透孔に配設し、この透孔に特別の取外し可能な閉
鎖部材を備えることが好ましい。それによつてモ
ータと送風機の保守が容易になるからである。
基礎の上に支承された圧力容器の上に該圧力容
器に手を加えやすいように、コンクリートカバー
が設けられている。地下構造と相まつて原子炉を
外部の作用から守るこのカバーの上には、軽量構
造の建屋が設けられ、ここに補助系統と供給系統
が格納される。
本発明に基づく原子炉においては、内側側部反
射材の中に配設する吸収棒は専ら粗調整と停止の
ために設けられている。原子炉出力の調整は送風
機の回転数と冷却系統の二次流量だけで行われ、
その場合、負の温度係数を用いた安定化の技術が
利用される。従つて吸収棒による調整を廃止する
ことができる。
粗調整及び停止棒は可燃性中性子毒物質(例え
ばガドリニウム)と組合わせて、初期超過反応度
を抑制するために利用される。原子炉の運転中に
現れる超過反応度への移行は、粗調整及び停止棒
を移動することによつて補償される。その場合、
時がたつにつれて粗調整及び停止棒を手操作で次
第に引き出して行く。長期間に生ずる反応度のこ
の緩慢な変化に対しては、自動制御は不要であ
る。原子炉出力の低下により原子炉出力が十分に
熱を発生せず、例えば十分な温度の熱湯を供給で
きない場合に限り、粗調整及び停止棒の移動を行
なえばよい。しかしセラミツク燃料要素の高い耐
熱性の結果、燃料要素温度の短時間の変動はかな
り広い範囲にわたつて発生しないものと考えられ
る。
燃料要素が燃焼した後の原子炉の装入物の排出
は次のように行うことが好ましい。すなわちまず
釣鐘形遮蔽を圧力容器の上に直接据え、蓋を外し
た後炉心容器を釣鐘形遮蔽の中に引き込むことで
ある。
一次回路と冷却系統は、故障の場合でも余熱を
確実に排出するように設計されている。
送風機が停止した場合は、自然対流によつて、
冷却系統へ余熱の排出が行われ、その際燃料要素
堆積物を通る冷却ガスの流れ方向が逆転する。し
かしそのために送風機と駆動モータが熱による被
害を受けることはない。一次回路に万一生ずる圧
力上昇は、一次回路の設計段階に於て既に考慮す
ることができるし、又ガス貯蔵タンクに冷却ガス
を流入させることによつて補償することができ
る。上記冷却系統は、自然対流による余熱排出の
ために、十分な量の冷却媒質が冷却系統の管を循
環することができるように、構成されている。
圧力放出事故の場合は黒鉛反射材による熱伝導
と黒鉛反射材から冷却系統への熱放射によつて、
余熱が同じく冷却系統に伝達され、この場合も原
子炉の炉心温度は、正常運転の場合の温度を大き
く越える温度にはならない。
冷却系統が停止した場合でさえ余熱が確実に排
出され、燃料要素が損傷し又は燃料要素から放射
能が放出されることはない。この場合、余熱の排
出は圧力容器を経て周囲の土壌と大気への伝導に
よつて行われる。鉄筋コンクリート又はプレスト
レストコンクリート容器を圧力容器として使用す
る場合は、鉄筋を特別に配設することによつて熱
伝導に有利な影響を与えることができる。この簡
単な構造は極めて少額の管理費費しか必要としな
い。
〔実施例〕
次に図面を参照しつつ実施例について説明す
る。第1図で判るように、地下に配設され、収容
空間2を取囲む円筒形鉄筋コンクリート圧力容器
1が設けられている。容器は天井区域3に、取外
し可能な蓋5で閉じた中心開口部4を有する。収
容空間2の中に原子炉6が格納され、その炉心は
球形燃料要素の定置堆積物7から成る。堆積物7
は直径約1.2ないし1.5m、高さ1.5ないし2.5mであ
る。炉心の出力密度は約4ないし6MW/m3であ
り、10ないし20MWの総出力を可能にする。熱間
又は冷却プレス加工で製造された燃料要素は球1
個につき約20ないし40gの重金属を含有する。
堆積物7の全周は底部反射材9、側部反射材1
0、天井反射材11から成る黒鉛反射材8によつ
て取囲まれる。黒鉛反射材8の厚さは約0.75ない
し1.0mである。
天井反射材11は堆積物7の直接上にある。天
井反射材11と蓋5の間に空間12が設けられ、
別の空間13が底部反射材9と圧力容器1の底部
の間に形成される。この空間13の中には、金属
製支持装置14が配設され、該支持装置14を介
して原子炉6が圧力容器底部の上に支えられる。
送風機15によつて循環する冷却ガス、好まし
くはヘリウムが、堆積物7を上から下へ貫流す
る。送風機15は蓋5の中心の下に垂直の姿勢で
取付けられ、その羽根車は空間12の中につき出
ている。送風機15の駆動モータ27は蓋5の透
孔16の中に設置され、透孔16は外側に対し
て、閉鎖部材17によつて閉じられている。
堆積物7は横と下を鋼濯製炉心容器18によつ
て取囲まれる。炉心容器18は側部反射材10と
底部反射材9の一部を収容する。従つて側部及び
底部反射材は内側及び外側反射材に区分される。
側部反射材10においては内側側部反射材を参照
番号19、外側側部反射材を20で表し、底部反
射材9においては、内側底部反射材と外側底部反
射材はそれぞれ参照番号22及び23で表す。内
側側部反射材19に垂直孔28が設けられ、その
中に粗調整及び停止用吸収棒21が移動可能に配
設される。吸収棒21のための駆動装置29が蓋
5の透孔38に設けられている。
蓋5を取除けば、炉心容器18を内側側部反射
材19、天井反射材11、燃料要素及び吸収棒2
1と共に上へ取外すことができる。そのために釣
鐘形遮蔽が利用される。着脱過程に於ては、吸収
棒21は堆積物7を臨床未満の状態に維持する。
炉心容器18の取外しは、燃料要素が十分に燃焼
したときに行なわれる。
圧力容器1の内側全体に冷却系統24が取付け
られている。冷却系統24は、通常冷却水が貫流
する管から成り、堆積物7に発生した熱を、出力
運転時及び余熱排出操作時に、確実に排出できる
ように設計されている。冷却系統24の一次回路
への水の侵入を防止するために、冷却系統24の
前方すなわち外側反射材20側の収容空間2の中
に、気密のジヤケツト25が配設され、このジヤ
ケツトと外側側部反射材20の間に環状室26が
形成される。
空間12にガス案内ジヤケツト30が設けら
れ、送風機15の吸込側と吐出側を隔離する。ガ
ス案内ジヤケツト30は炉心容器18の上端部に
接続する。
原子炉出力の調整は、専ら送風機15の回転数
と冷却系統24の二次流量によつて行われ、その
際球形燃料要素を用いる原子炉に固有の負の温度
係数が利用される。送風機15は空間12から冷
却ガスを吸引して、堆積物7へ送る。冷却ガスの
圧力は、正常運転の場合、約8ないし10バールに
調整される。堆積物7を貫流する時にガスの温度
は約300℃から500℃に上昇し、熱せられた冷却ガ
スは炉心容器18と底部反射材9の開口部を通つ
て空間13に入り、空間13から環状室26へ送
られる。ガスはここから再び空間12に送られ
る。
上記のように環流する冷却ガスの圧力は、冷却
系統24の水の圧力より高くなるように選定され
ている。
装入設備、ガス浄化設備、原子炉保護系統、制
御系統等の装置は原子炉6に必要でなく、従つて
設けられていない。それ故、原子炉6の場合はエ
ネルギ生産コストが極めて低く、必要な保守費も
僅少である。
第2図は収容空間40に納めて地下に配設さ
れ、基礎31の上に載つた圧力容器1と、収容空
間40の上を閉鎖するコンクリート遮蔽32と、
軽量構造の建屋33とを有する全原子炉設備を示
す。建屋33はドア36を有し、作業室、運転室
及び炉心容器18の着脱のための室39に分かれ
ている。この目的のために室39にレール35が
設けられ、その上をクレーン34が走行する。収
容空間40はコンクリートで内張され、該収容空
間40の壁と圧力容器1の間の間隙41に於て
は、洩れと放射能の有無が監視される。場合によ
つては僅かに吸出することによつて環境に対して
軽微な負圧を発生させてもよい。
万一生じた漏洩に間欠的に的確に導き出され
る。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に基づく原子炉の縦断面略図、
第2図は地上建造物を含む全設備の略図を示す。 1…圧力容器、4…炉心容器着脱口、中心開口
部、5…蓋、6…原子炉、7…堆積物、8…黒鉛
反射体、9…底部反射材、10…側部反射材、1
1…天井反射材、14…支持装置、15…送風
機、16…透孔、17…閉鎖部材、18…炉心容
器、19…内側側部反射材、20…外側側部反射
材、21…吸収棒、22…内側底部反射材、23
…外側底部反射材、24…冷却系統、25…ジヤ
ケツト、26…環状室、27…駆動モータ、29
…駆動装置、30…ジヤケツト、31…基礎、3
2…コンクリート遮蔽、33…建屋。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 送風機により冷却ガスが上から下へ貫流する
    球形燃料要素の堆積物と、取外し可能な鋼製炉心
    容器と、底部、側部及び天井反射材から成り、上
    記堆積物の全周を取囲む黒鉛反射材と、吸収棒を
    収容するための側部反射材に設けられた孔を有
    し、円筒形圧力容器の収容空間に納めて地下に配
    設した低出力の原子炉において、下記の特徴すな
    わち a) 側部反射材10と底部反射材9が内側反射
    材19又は22と外側反射材20又は23に区
    分され、内側反射材19,22が炉心容器18
    の内部に配設され、炉心容器18とともに取外
    し可能であり、 b) 完全に炉心容器18の中にある天井反射材
    11が燃料要素の上に直接載置され、燃料要素
    が定置堆積物7を形成し、炉心容器18を取外
    すことによつて交換可能となること、 c) 内側の側部反射材19が挿入孔を有し、専
    ら粗調整と停止のために設けられた吸収棒21
    がこの挿入孔の中に移動可能に配設され、 d) 内部に設置した部品及び燃料要素と共に炉
    心容器1を着脱するための、蓋5で閉鎖された
    中心口4が圧力容器1の天井区域に設けられ、 e) 蓋5の中心位置に垂直の姿勢で冷却ガス用
    送風機15が固設され、 f) 圧力容器1の内側全体に冷却系統24が取
    付けられ、燃料要素堆積物7に生じた熱を圧力
    容器1から排出し、 g) 冷却系統24の前方の収容空間側に気密の
    ジヤケツト25が配設され、ジヤケツト25と
    外側側部反射材20の間に冷却ガスが流される
    環状空間26が設けられ、 h) 故障の時でも余熱の確実な排出を可能とす
    るように、一次回路と冷却系統24が設計され
    ており、 i) 一次回路が構造上、強制通気と濾過装置を
    必要とせぬように、好ましくは溶接リツプシー
    ルによつて密封される ことを特徴とする原子炉。 2 一次回路の気圧が冷却系統24内の媒体の圧
    力より高いように、一次回路の気圧を選定したこ
    とを特徴とする、特許請求の範囲第1項に記載の
    原子炉。 3 燃料要素が高い重金属を含有することを特徴
    とする、特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 4 蓋5の外側区域の透孔38の中に吸収棒21
    のための駆動装置29を配設したことを特徴とす
    る、特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 5 天井反射材11の上の自由空間12にガス案
    内ジヤケツト30が配設され、送風機15の吸込
    側と吐出側を隔離し、かつ炉心容器18と連結さ
    れていることを特徴とする、特許請求の範囲第1
    項に記載の原子炉。 6 気密のジヤケツトが環状室26に臨む側にフ
    インを具備することを特徴とする、特許請求の範
    囲第1項に記載の原子炉。 7 上記フインが縦方向に延びる縦フインとして
    形成され、該フインに外側側部反射材が直接支え
    られて、冷却用流路を形成することを特徴とす
    る、特許請求の範囲第6項に記載の原子炉。 8 炉心容器18が金属製支持装置14の上に載
    つており、一方、支持装置14は圧力容器1の底
    部の上に直接支えられることを特徴とする、特許
    請求の範囲第1項に記載の原子炉。 9 送風機のモータ27が中央着脱口4の蓋5の
    透孔16の中に配設され、該透孔16が取外し可
    能な閉鎖部材17を具備することを特徴とする、
    特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 10 基礎31の上に支承された圧力容器1の上
    に部厚いコンクリートカバー32が載置され、そ
    の上に補助系統及び供給系統を収容するための軽
    量構造の建屋33が設けられていることを特徴と
    する、特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 11 送風機により冷却ガスが上から下へ貫流す
    る球形燃料要素の堆積物と、取外し可能な鋼濯製
    炉心容器と、底部、側部及び天井反射材から成
    り、上記堆積物の全周を取囲む黒鉛反射材と、吸
    収棒を収容するための側部反射材に設けられた孔
    を有し、円筒形圧力容器の収容空間に納めて地下
    に配設した低出力の原子炉であつて、 a) 側部反射材10と底部反射材9が内側反射
    材19又は22と外側反射材20又は23に区
    分され、内側反射材19,22が炉心容器18
    の内部に配設され、炉心容器18とともに取外
    し可能であり、 b) 完全に炉心容器18の中にある天井反射材
    11が燃料要素の上に直接載置され、燃料要素
    が定置堆積物7を形成し、炉心容器18を取外
    すことによつて交換可能となること、 c) 内側の側部反射材19が挿入孔を有し、専
    ら粗調整と停止のために設けられた吸収棒21
    がこの挿入孔の中に移動可能に配設され、 d) 内部に設置した部品及び燃料要素と共に炉
    心容器1を着脱するための、蓋5で閉鎖された
    中心口4が圧力容器1の天井区域に設けられ、 e) 蓋5の中心位置に垂直の姿勢で冷却ガス用
    送風機15が固設され、 f) 圧力容器1の内側全体に冷却系統24が取
    付けられ、燃料要素堆積物7に生じた熱を圧力
    容器1から排出し、 g) 冷却系統24の前方の収容空間側に気密の
    ジヤケツト25が配設され、ジヤケツト25と
    外側側部反射材20の間に冷却ガスが流される
    環状空間26が設けられ、 h) 故障の時でも余熱の確実な排出を可能とす
    るように、一次回路と冷却系統24が設計され
    ており、 i) 一次回路が構造上、強制通気と濾過装置と
    を必要とせぬように、好ましくは溶接リツプシ
    ールによつて密封される原子炉に於て、 負の温度係数を利用すると共に、専ら送風機1
    5の回転数と冷却系統24の二次流れを介して原
    子炉出力を調整することを特徴とする、原子炉の
    運転方法。 12 原子炉の初期超過反応度を粗調整及び停止
    棒21並びに可燃性中性子毒物質で抑制し、かつ
    原子炉運転中に現れる超過反応度の変化を手動的
    に粗調整及び停止棒を移動することによつて補償
    することを特徴とする、特許請求の範囲第11項
    に記載の方法。 13 燃料要素が燃焼した後、原子炉6の装入物
    を排出するために、釣鐘形遮蔽を圧力容器1の上
    に直接置いて、蓋5を外した後、炉心容器18を
    釣鐘形遮蔽の中に引き入れることを特徴とする、
    特許請求の範囲第11項に記載の原子炉の運転方
    法。 14 下記の特徴事項、すなわち a) 送風機15が停止した時は予熱の排出を自
    然対流によつて行なうか又は一次回路に生じる
    圧力上昇を、ガス貯蔵タンクに冷却ガスを流出
    させることによつて補償することができ、 b) 圧力放出事故の場合は黒鉛反射板8による
    熱伝導と、黒鉛反射材8から冷却系統24への
    熱放射によつて余熱を放出し、 c) 冷却系統24が停止した場合は圧力容器1
    を貫く管路を経て周囲の土壌と大気に余熱を伝
    達する ことを特徴とする特許請求の範囲第11項に記載
    の原子炉の運転方法。
JP61118383A 1985-05-25 1986-05-22 原子炉及びその運転方法 Granted JPS61275693A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19853518968 DE3518968A1 (de) 1985-05-25 1985-05-25 Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE3518968.1 1985-05-25

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61275693A JPS61275693A (ja) 1986-12-05
JPH0569395B2 true JPH0569395B2 (ja) 1993-09-30

Family

ID=6271719

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61118383A Granted JPS61275693A (ja) 1985-05-25 1986-05-22 原子炉及びその運転方法

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4701298A (ja)
JP (1) JPS61275693A (ja)
CN (1) CN1008140B (ja)
CH (1) CH670011A5 (ja)
DE (1) DE3518968A1 (ja)

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3534422A1 (de) * 1985-09-27 1987-04-09 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE3603090A1 (de) * 1986-02-01 1987-08-06 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Reaktordruckbehaelter aus beton fuer einen gasgekuehlten kernreaktor niedriger leistung
DE3604869A1 (de) * 1986-02-15 1987-08-20 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlter kernreaktor mit einer stationaeren schuettung kugelfoermiger betriebselemente
DE3617406A1 (de) * 1986-05-23 1987-11-26 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Mit einem metallischen liner ausgekleideter zylindrischer betondruckbehaelter
DE3621516A1 (de) * 1986-06-27 1988-01-07 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3641504A1 (de) * 1986-12-04 1988-06-16 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh In der kaverne eines druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE3642542A1 (de) * 1986-12-12 1988-06-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem aussermittig in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3726637A1 (de) * 1987-08-11 1989-02-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlte kernreaktoranlage niedriger leistung und verfahren zum be- und entladen der betriebselemente einer derartigen kernreaktoranlage
WO2007030224A2 (en) * 2005-07-27 2007-03-15 Battelle Memorial Institute A proliferation-resistant nuclear reactor
ITRM20070256A1 (it) * 2007-05-07 2008-11-08 Susanna Antignano Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato.
CN101271737B (zh) * 2008-04-30 2010-08-11 中国核动力研究设计院 提高均匀性水溶液核反应堆额定稳态运行功率的方法
JP2011252800A (ja) * 2010-06-02 2011-12-15 Toshiba Corp 原子炉建屋
CN102436856A (zh) * 2011-12-13 2012-05-02 匡仲平 核泄漏事故引发的核辐射污染规避方法
CN104751922B (zh) * 2015-03-31 2017-07-28 北京三超核科学技术研究院有限公司 地下核电站
CN107039096B (zh) * 2017-05-24 2023-10-10 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下过滤排放系统
CN112820430B (zh) * 2019-11-18 2024-05-14 中国核工业二三建设有限公司 高温气冷堆石墨和碳堆内构件安装建造方法及安装小车
CA3188797A1 (en) * 2020-08-11 2022-02-17 Doug BERNAUER Nuclear reactor system with lift-out core assembly
CN114293814B (zh) * 2022-01-10 2022-11-04 湖南大学 一种稳定干磨的自适应式重混凝土墙壁拆除装置
CZ2022459A3 (cs) * 2022-11-04 2024-01-03 Witkowitz Atomica A.S. Modulární tlakovodní jaderný reaktor

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB867825A (en) * 1958-11-06 1961-05-10 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in wall means and in panels for use in such wall means and in or relating to nuclear reactors
GB1101067A (en) * 1966-11-30 1968-01-31 Atomic Power Constr Ltd Improvements in or relating to metal-lined concrete pressure vessels
DE3009390A1 (de) * 1980-03-12 1981-09-17 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor
DE3016402A1 (de) * 1980-04-29 1981-11-05 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise
DE3335451A1 (de) * 1983-09-30 1985-04-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage

Also Published As

Publication number Publication date
DE3518968A1 (de) 1986-11-27
CH670011A5 (ja) 1989-04-28
US4701298A (en) 1987-10-20
JPS61275693A (ja) 1986-12-05
CN86100039A (zh) 1986-11-19
DE3518968C2 (ja) 1993-09-02
CN1008140B (zh) 1990-05-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH0569395B2 (ja)
EP0528674B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
KR100366322B1 (ko) 이중용기누출적응성을갖는수동공냉식액체금속냉각형원자로
US6519308B1 (en) Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems
JPH0395489A (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
JPS6262308B2 (ja)
US20160336081A1 (en) Operating floor confinement and nuclear plant
US10147506B2 (en) Conformal core cooling and containment structure
US4382907A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
US4826652A (en) Low capacity nuclear reactor housed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel
GB1583303A (en) Apparatus for the storage of irradiated fuel elements
JPH032276B2 (ja)
US4863676A (en) Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system
CA1175163A (en) Storage of irradiated fuel assemblies
JP2004226217A (ja) 放射性物質乾式貯蔵施設
US3113915A (en) Shielded reactor plant arrangement and personnel access means therefor
SU764533A1 (ru) Исследовательский водо-вод ной дерный реактор,бассейнового типа
KR20020053742A (ko) 방사성 물질을 수납한 밀폐 용기의 온도 제어 방법, 이밀폐 용기를 저장하는 저장 시스템 및 저장 시설
JP4341876B2 (ja) 固体冷却原子炉
Lindauer Msre design and operations report. part vii. fuel handling and processing plant
Sodhi et al. Conceptual design of core component handling system in PFBR
KASSCHAU Army Package Power Reactor
McCorkle et al. The proposed change of operating power level and fuel assembly design for the Argonne Research Reactor CP-5
Ballagny Management of spent fuel from prototype and experimental reactors
Bonnet et al. New developments in dry spent fuel storage